内置换料水箱自然对流及热分层现象研究

摘要

非能动余热排出换热器(PRHR HX)和内置换料水箱(IRWST)是非能动余热排出系统的关键设备，其执行的主要任务是在发生事故工况时，无需外界干预持续安全可靠地导出堆芯余热，防止堆芯发生熔融，提高核电站的固有安全性。非能动余排系统通过C型换热器将堆芯余热传递给内置换料水箱中的流体，在密度差和浮升力的作用下，水箱内流体产生自然对流。自然对流的速度分布和热分层现象影响着换热器的换热性能。
　　本文以CAP1400为主要参考对象，基于模化分析结果设计并搭建可视化实验装置，采用粒子图像测速技术（Particle Image Velocimetry，即PIV）对C型换热器管外流体的自然对流流场特性进行了实验研究，同时使用热电偶组成的热电偶棒束对IRWST内多点位置温度进行了测量。实验获得了不同工况下水箱内多平面流体速度分布和温度分层，进而把握内置换料水箱内流体热工水力特性。结果表明:在加热初期，C型管下水平管段产生的上升流可以到达水箱液面，然后向水箱中未加热区域运动，冷的流体沿着水箱内壁下沉，形成一个循环。随着加热时间增加，上升流所能到达的高度越来越低，最后稳定在C型管中部位置，自然对流主要在C型管中下部区域进行。在C型管下水平段的高度，流体的运动基本在水平面上进行，与水箱底部流体换热极少，造成水箱底部的流体温度基本保持初始温度，在该位置处温度梯度最大。
　　本文采用热分层数Str对IRWST内多位置热分层程度进行评价。热分层现象阻碍了流体沿竖直方向的流动，严重影响对流换热;流体在水平方向的循环又加剧了热分层现象。依据IRWST内温度分层，可将水箱沿竖直方向分为三个部分。上部热流体聚集，称为高温区;中部上升流搅浑剧烈，温度梯度均匀，称为对流区;下部自然对流弱，在加热管束下水平段区域，流体只能依靠导热与热流体发生热交换，部分区域甚至温度一直维持为初始水温，称为对流“死区”。此外，在研究流场及热分层变化趋势问题上可将变加热功率视为两恒定加热功率之间的准静态过程。

目录

声明

摘要

第1章绪论

1．1研究背景

1．2国内外研究现状

1．2．1自然对流特性的研究现状

1．2．2热分层现象的研究现状

1．3本文主要研究内容

第2章实验装置及实验方案

2．1 IRWST实验比例分析方法

2．2实验台架与关键设备

2．2．1实验主体水箱及加热棒

2．2．2光学测量系统

2．2．3热电偶测温系统

2．2．4水箱冷却系统

2．3内置换料水箱热工参数测量方法

2．3．1温度测量方法

2．3．2速度测量方法

2．3．3数据采集系统

2．4实验内容与方法

2．4．1 IRWST实验工况设置

2．4．2 PRHR HX二次侧热工水力特性实验方法

2．5本章小结

第3章数据处理与不确定度分析

3．1流场实验数据处理

3．2温度场实验数据处理

3．3不确定度分析

3．3．1直接测量不确定度

3．3．2间接测量不确定度

3．3．3 PIV误差分析

3．4本章小结

第4章内置换料水箱热工水力特性分析

4．1恒定加热功率下IRWST流场与热分层现象

4．1．1 IRWST外部大空间自然对流温场

4．1．2 IRWST外部大空间自然对流流场

4．2变加热功率下IRWST流场与热分层现象

4．2．1衰减加热工况下流场随时间的变化

4．2．2衰减加热工况下温场随时间的变化

4．3本章小结

结论

参考文献

攻读硕士学位期间发表的论文和取得的科研成果

致谢